反应堆热工期末复习资料

1.比较成熟的动力堆主要有哪些，它们各有什么特点？1）压水堆 加压轻水作的冷却剂，控制棒为棒束型结构，正常运行水处于欠热状态；核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料，两回路布置，一回路压力15.5Mpa，二回路压力7.75Mpa；2）沸水堆 加压轻水作冷却剂和慢化剂 控制棒截面为十字形 堆芯中的水处于饱和沸腾状态 蒸汽直接推动气轮机做功；3）重水堆 重水堆慢化剂和冷却剂 天然铀作核燃料 一个或两个环路组成 2.反应堆热工分析主要包括哪些内容:主要是分析燃料元件内的温度分布，冷却剂的流动和传热特性，预测在各种工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力，温度，流量等参数随时间的变化过程 3.试叙述堆的热源的由来及其分布堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev，其中裂变碎片占总能量的84％，在燃料元件内转换为热能；裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程，主要在慢化剂中；伽马射线（瞬发缓发）的能量分别在堆芯，反射层，热屏蔽和生物屏蔽中装化为内能，极少部分穿出堆外；高能贝塔粒子能量大部分在燃料元件内转化为热能 4.影响堆功率分布的因素有哪些1）燃料布置，均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀，平均燃耗低，分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平，提高了整个堆的热功率，同时也提高了平均热耗。2）控制棒，均匀的布置在具有高中子通量的区域，既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平，但对轴向功率有不利的影响：堆芯寿期初功率峰偏向上部。3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用，使其周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度，空泡对中子慢话减弱，会导致堆芯反应性下降 5.控制棒的热源：1.吸收堆芯的γ辐射；2.控制棒本身吸收中子的（n. γ）和（n. α）反应。 6.慢化剂产生的热量：1.裂变中子的慢化；2.吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量；3.吸收各种γ射线的能量。 7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热和输热三个过程。 8.对棒状芯块，积分热导率具体表达式是怎样的，是如何导出的棒状燃料积分热导率

，单位时间内由等温面排导出的热量，圆柱型芯块单位时间内的总释热量，。积分得，当r=，t=时，有。 9. B点前为不沸腾的自然对流区，B点开始产生气泡，，由于在壁面上生成气泡和气泡脱离壁面的强烈扰动，使对流换热系数大大增加，到C点达到最大值，BC区称为核态沸腾，此后由于部分受热面为联成一片的蒸汽膜所覆盖，热阻上升，热流密度开始下降，D点以后由于辐射传热作用增强，热流密度又重新上升。

10.何谓间隙导热，可用哪些模型进行计算，它们的优缺点各是什么，适用于什么条件？1）气隙导热模型 难以确定气隙中裂变气体的含量和间隙尺寸大小，适用于新的燃料元件和低燃耗的情况；2）接触导热模型 若用于解决实际问题，仍太复杂。适用于燃耗很深，包壳已经和芯块发生接触的情况；3）间隙导热：水冷动力堆燃料元件的包壳内表面与燃料芯块表面之间往往留有一定的间隙，其间充满低分子量的气体如氦气，能够引起显著的温度变化。 11.热量从堆内输出需经过哪几个过程，他们的表达式是什么。解：1）热传导 ；2）热换热；3）输热 12.如何选取包壳材料，常选用包壳材料，冷却剂材料作用：包覆核材料使之不受冷却剂的化学剂的化学腐蚀和机械侵蚀；作为反射性裂变产物的第一道安全屏包容裂变气体和其他裂变产物，防止它们扩散到冷却剂中去。选取包壳材料要求：1）具有良好的核性能，较低的中子截面，感生放射性要弱2）与核材料的相容性要好，能耐受较高的温度3）具有良好的导热性能4）具有良好的力学性能，保持燃料元件的结构完整5）良好的抗腐蚀能力，对冷却剂应该是惰性的6）具有良好的辐照稳定性7）容易加工成型，成本低廉，便于后处理。常见包壳材料：铝合金，镁诺克斯合金，锆合金，不锈钢和镍合金。常用冷却剂：水，重水，钠，氦气等 13.何谓沸腾临界，它们的机理是怎样的？压水堆在正常工况下，首先应该防止的是快速烧毁还是慢速烧毁，为什么？而在事故工况下又是怎样？沸腾临界：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡增，导致受热面的温度骤升，达到沸腾临界的热流密度称为临界热流密度。机理：由于受热面上逸出的汽泡数量太多，以至阻碍了液体的补充，导致受热面上形成一个蒸汽隔热层，从而使传热性能恶化，加热面温度骤升。快速融毁：高含气量下，当冷却剂的流型为环状流时，如果由于沸腾而产生过分强烈的汽化，液体层就会被破坏，从而导致沸腾临界 14.单相流压降通常由哪几部分组成？ 提升压降，加速压降，摩擦压降，形阻压降。 15.何谓多相流，单组分两相流，双组分两相流。酒精和水在一起流动时两相流吗？二氧化碳和空气呢？解：多种物相在同一个系统内一起流动称为多相流；由相同化学成分组成的多相流称为但组分多相流，否则称为多组分多相流 16.何谓流型？在垂直加热通道中汽水两相流主要存在几种流型？研究流型对进行反应堆热工分析有何实际意义？在受热通道中，汽水混合物的汽相和液相同时流动，可以形成各式各样的形态，即所谓的流动机构称之为流型。流型有（1）泡状流（2）弹状流（3）环状流（4）滴状流；流型的变更表征着动量传递和传递特性的改变，因而不同流型在通道内会形成不同的流动压降，不同的传热方式和沸腾临界 17.何谓自然循环，它在反应堆热工设计中的地位如何？解：在闭合回路内依靠热段何冷段中的流体密度所产生的驱动压头来实现的流动循环。如果堆芯结构和管道系统设计的合理，就能利用这种驱动压推动冷却剂在一回路循环，并带出堆内产生的热量。 18.何谓临界流，研究临界流对于反应堆安全有何意义？当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时，这种流动称临界流。它的大小不仅直接影响堆芯的冷却能力，而且还决定各种安全和应急系统开始工作的时间。研究临界流，计算临界流量，对确定事故的危害程度以及设计有效的事故冷却系统，时十分重要的。 19.流动不稳定性有哪些危害，在单相系统中会出现流动不稳定性吗？为什么？1）流量和压力震荡引发的机械力会使部件产生有害的机械震动，而持续的机械震动会导致部件的机械损伤。2）流动振动会干扰控制系统。3）流动震荡会使部件的局部热应力产生周期性变化，从而导致部件的热疲劳损坏。4）流动震荡会使系统内的传热性能变坏，极大的降低系统的输入能力，并使临界热流密度大幅度下降，造成沸腾临界过早出现。不会，它只会出现在两相流中。 20.防止水动力不稳定性的措施？（1）.系统不在水动力特性曲线的区段内运行；(2).使水动力特性曲线趋于稳定：1）在通道进口加装节流件，增大进口局部阻力，2）选取合理的系统系数。 21.压水堆的热工设计准则有哪些？1)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界,通常用DNBR来定量地表示这个限制条件，该准则规定，在计算的最大热功率下，堆芯最小DNBR不应低于某一限值 2)燃料元件芯块最高温度小于限值,对于二氧化铀为燃料的压水堆，该限值大多介于2200～2450 之间（<2800） 22.在稳态额定工况下不发生流动不稳定?对于压水堆，只要堆芯最热通道出口附近冷却剂的含汽量小于某一数值,既不会发生流动不稳定性。 23.试述稳态堆芯热工设计准则?1)燃料芯块内的最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。对压水堆限值一般2200～2450之间,2)燃料元件外表面不允许发生沸腾临界DNBR不小于1.3 3)必须保证正常运行工况下燃料元件和对内构件能够得到充分冷却；在事故工况下能够提供足够的冷却剂以排出堆芯余热。4)在稳态额定工况和预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性，压水堆出口处含气量小于一定值 24.何谓热通道？何谓热点？热点不在热管内时，在单通道模型热工分析中应计算哪些燃料元件冷却通道?积分功率输出最大的冷却剂通道，称为热管或热通道 堆芯内存在着某一燃料元件表面热流密度最大的点，这种点通常称为热点 25.热管是堆芯内具有焓升最大的冷却剂通道；热流密度热点因子， 热点

是燃料元件上限制堆芯功率输出的局部点；焓升热管因子， 26.如何降低核热管因子，工程热管因子核热管因子和热点因子：分区装载不同浓缩度的核燃料料；沿堆芯周围设置反射层；固体可燃毒物的适当布置以及控制棒分组及棒位的合理确定；加硼水,工程热管因子和热点因子：合理控制有关部件的加工及安装误差；通过合理的结构设计和堆本体水力模拟实验，改善下腔室冷却剂流量分配；加强堆内冷却剂相邻通道间流体的横向交混，降低焓升 27.DNB偏离泡核沸腾，核态沸腾到膜态沸腾的过渡区起始点。DNBR临界热流密度比（偏离泡核沸腾比），就是指计算得到的冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流密度与该点的实际热流密度的比值，即单通道模型：认为热点位于热管中，计算时只分析热管中的热工状态，并把热管看做是独立的，封闭的，在整个堆芯高度上与相邻通道之间没有冷却剂的动量，质量和热量的交换。子通道模型：认为相邻的通道间冷却剂在流动过程中存在横向的动量，质量和热量的交换。并通过大量的子通道中的热工参数确定出实际的热管和热点。 28.有哪些措施可以降低电能成本?1)提高动力循环效率n 提高冷却剂工作压力，提高堆出口处的冷却剂温度 提高冷却剂流量，提高进口温度，从而提高平均温度 选择冷却剂适当的工作温度2)提高堆芯功率密度，堆功率不变时可以减少堆芯尺寸3)增加燃料燃耗深度4)减少电厂用电5)降低设备投资费用 29.失水事故：一回路压力，边界的任何地方发生破裂，或安全阀或卸载阀卡开等都会造成冷却剂流失。这种事故称为冷却剂丧失事故，分为大破口、中破口、小破口。失流事故：当反应堆带功率运行时，如果主循环泵因为动力电源故障或机械故障而突然被迫停止运行，致使冷却剂流量迅速减少，称为流失事故 预防措施：1）尽快停堆 2）设法减缓事故后临界热流密度下降速度30.专设安全设施系统:1)堆芯应急冷却系统2)二回路的辅助给水系统3)安全壳喷淋系统 作用：发生失水事故时，向堆芯注入含硼水，阻止放射性物质向大气释放，阻止氢气在安全壳中浓集，向蒸汽发生器应急供水。 30。单通道模型：认为热点位于热管中，计算时只分析热管中的热工状态，并把热管看做是独立的，封闭的，在整个堆芯高度上与相邻通道之间没有冷却剂的动量，质量和热量的交换。 计算 1.已知某反应堆燃料元件的芯块直径名义值为，其最大误差为燃料元件芯块密度的明义值为94%，其最大误差为±2.5%，极限误差为±2.0%；燃料中裂变物质富集度的名义值为2.7%，其最大误差为±0.035%，极限误差为±0.03%；燃料元件包壳外径的名义值为0.01m，其最大误差为±0.035m，极限误差为±0.030m，试分别用混合法和乘积法求值 解：1）混合法= ≈0.02465；于是；2）乘积法：=